全炉心熱流動解析コードACTの開発(III) - 炉心詳細熱流動モデルと熱輸送系解析コードのカップリング -

Development of whole core thermal-hydraulic analysis program ACT (III); Coupling core module with primary heat transport system module

大高 雅彦; 大島 宏之

Otaka, Masahiko; Ohshima, Hiroyuki

高速炉の定格運転時および強制循環から自然循環へ移行する場合の過渡時までを含む様々な運転状態に対し、インターラッパーフローを含む炉心部の熱流力挙動を精度良く評価することを目的として全炉心熱流動解析コードACTの開発を実施している。本コードは、必要となる機能を有する複数の解析モジュールをカップリングすることにより、炉心部のみならずプラントシステムの応答を加味した炉心部の詳細な熱流動挙動を評価するものである。本報告では、既設の炉心詳細熱流動モジュールに熱輸送系解析モジュールをカップリングした結果について述べる。この改良によりシステムコンポーネントの運転状況や自然循環時のシステム循環流量を考慮した炉心部熱流力挙動を評価することが可能となった。この解析処理を効率良く実施するために、複数の計算機上で並列処理可能なようにPVM(Parallel Virtual Machine)を使用するコードシステムを構築した。開発したコードの妥当性を確認するために、7体の模擬燃料集合体で構成されたPLANDTL-DHX炉外ナトリウム実験装置と同等のシステム体系をモデル化し、定常状態から自然循環に移行するまでのフローコーストダウンを模擬した過渡解析を行った。その結果、カップリング手法および計算結果の妥当性を確認した。

A whole core thermal hydraulic analysis program ACT is being developed for the purpose of evaluating detailed in-core thermal hydraulic phenomena of fast reactors including inter-wrapper flow under various reactor operation conditions. In this work, the core module as a main part of the ACT developed last year, which simulates thermal-hydraulics in the subassemblies and the inter-subassembly gaps, was coupled with an one dimensional plant system thermal-hydraulic analysis code LEDHER to simulate transients in the primary heat transport system and to give appropriate boundary conditions to the core model. The effective algorithm to couple these two calculation modules was developed, which required minimum modification of them. In order to couple these two calculation modules on the computing system, parallel computing technique using PVM(Parallel Virtual Machine) programming environment was applied. The code system was applied to analyze an out-of-pile sodium experiment simulating core with 7 subassemblies under transient condition for code verification. It was confirmed that analytical results show a similar tendency of experimental results.